DE1095962B - Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen - Google Patents

Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen

Info

Publication number
DE1095962B
DE1095962B DEA34055A DEA0034055A DE1095962B DE 1095962 B DE1095962 B DE 1095962B DE A34055 A DEA34055 A DE A34055A DE A0034055 A DEA0034055 A DE A0034055A DE 1095962 B DE1095962 B DE 1095962B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel elements
reactor
space
water
loading machine
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DEA34055A
Other languages
English (en)
Inventor
Kristian Dahl Madsen
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
ABB Norden Holding AB
Original Assignee
ASEA AB
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ASEA AB filed Critical ASEA AB
Publication of DE1095962B publication Critical patent/DE1095962B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/22Arrangements for obtaining access to the interior of a pressure vessel whilst the reactor is operating
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Jib Cranes (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Die Erfindung- bezieht sich auf eine Schutzanlage für einen gasgekühlten oder allgemeiner ausgedrückt, für einen Kernreaktor, bei dem für die Kühlung ein anderer Stoff als Wasser benutzt wird. Im allgemeinen pflegt der Reaktor von dicken Wänden umgeben zu sein, die einen biologischen Schutz gegen Strahlung ergeben. Über dem Reaktordeckel befindet sich eine dicke Platte, die ebenfalls als Strahlungsschutz dient. Diese Platte muß entfernt werden oder mit austauschbaren Pfropfen zum Austausch der Brennstoffelemente ausgeführt sein, wobei in der Regel der Austausch mit Hilfe einer Lademaschine durchgeführt wird. Da auch die in der Lademaschine enthaltenen Brennstoffelemente strahlen, muß die Lademaschine selbst mit einem wirksamen Strahlungsschutz versehen sein, der diesen Apparat verteuert und schwer zu handhaben macht.
In einem Reaktor, der Wasser als Kühlmittel hat, bringt der Austausch der Brennstoffelemente keine Schwierigkeiten mit sich. Man kann nämlich für den Austausch der Brennstoffelemente über dem Reaktordeckel ein Wasserbecken anordnen, das an Stelle der genannten dicken Platte als Strahlungsschutz nach oben wirkt. Nachdem der Reaktordeckel entfernt ist, bildet das Becken sozusagen eine Verlängerung des Reaktortanks nach oben. Die verbrauchten Elemente können aus dem Reaktortank herausgenommen werden.
Bei einem gasgekühlten Reaktor dagegen, bei dem verhindert werden muß, daß das Wasser aus dem genannten Becken mit den Brennstoffelementen sowohl im Reaktor selbst als auch während des Transportes in Berührung kommt, kann das oben beschriebene Becken nicht ohne weiteres verwendet werden; wenn man jedoch eine Anordnung gemäß der vorliegenden Erfindung verwendet, ist es möglich, leichtes Wasser als Strahlungsschutz auf dem Deckel des Reaktors anzuwenden.
Das für die Erfindung Kennzeichnende ist eine Schutzanordnung, durch die sowohl die Strahlung vom Reaktor als auch die von den Brennstoffelementen auf ihrem Weg vom Reaktor zu einem Verwahrungsraum unschädlich dadurch gemacht wird, daß über dem Reaktor ein Wasserbecken angeordnet ist, das ein anderes Wasserbecken überdeckt, in dem die Brennstoffelemente wenigstens vorübergehend verwahrt werden, und ferner, daß die für den Austausch von Brennstoffelementen verwendete Lademaschine als Drucknasche ausgeführt ist, die druckdicht mit Durchführungsbuchsen für die Brennstoffelemente im Reaktordeckel gekuppelt werden kann, und daß diese Buchsen im Innern Dichtungspfropfen für die Brennstoffelemente aufnehmen, die durch die Lademaschine entfernt werden können.
Strahlungsschutzanordnung
beim Austausch von Brennstoffelementen
Anmelder:
Allmänna Svenska Elektriska
Aktiebolaget, Västeräs (Schweden)
Vertreter: Dipl.-Ing. H. Missling, Patentanwalt,
Gießen, Bismarckstr. 43
Beanspruchte Priorität:
Schweden vom 4. März 1959
Kristian Dahl Madsen, Västeräs (Schweden),
ist als Erfinder genannt worden
Wenn die Lademaschine mit den Buchsen gekuppelt ist, wird der Gasdruck in ihr auf den Wert des im Kühlsystem des Brennstoffelementes herrschenden Druckes gebracht. Hierauf wird der Dichtungspfropfen mit Hilfe eines in der Lademaschine vorhandenen Gerätes entfernt. Die Drucknasche der Lademaschine bildet also eine Verlängerung des Druckbehälters des Reaktors. Die Brennstoffelemente können somit in die Lademaschine hineingehoben werden, ohne daß sie mit Wasser in Berührung kommen. Ein neues Brennstoffelement, das sich schon im Magazin der Lademaschine befindet, wird in den Reaktor eingesetzt und ein Dichtungspfropfen wird in die Buchse eingeschraubt. Ein Ventil am unteren Ende der Lademaschine wird geschlossen, so daß kein Wasser in die
Lademaschine eindringen kann, wenn diese von der Buchse entfernt wird. Die Lademaschine wird min seitlich zu einer gleichartigen Buchse in dem Becken transportiert, dessen Wasserstand zweckmäßigerweise so hoch ist, daß das verbrauchte Brennstoffelement unterhalb der Wasserfläche transportiert wird, so daß das Wasser als Strahlungsschutz dient.
In der Zeichnung ist als Beispiel und schematisch eine Ausführung der erfindungsgemäßen Anordnung dargestellt.
009 680/421
Fig. 1 ist ein Vertikalschnitt durch eine Anlage nach der Linie B-B in Fig. 2, die aus einem Reaktor und Anordnungen für den Transport und die Verwahrung von Brennstoffelementen besteht;
Fig. 2 zeigt einen Vertikalschnitt durch die gleiche Anlage nach der Linie A-A in Fig. 1;
Fig. 3 zeigt eine Einzelheit der Lademaschine und einen Rohrstutzen auf" dem Reaktor;
Fig. 4 zeigt eine weitere Einzelheit.
Der Boden des Reaktors 1 und die Seitenwände sind von einer Metallhaut2 und Betonwänden 3 umgeben, die als Wärmeschutz bzw. biologischer Schutz dienen. Oberhalb des Deckels 4 des Reaktors ist ein Becken 5 angeordnet, das zweckmäßigerweise im Flur 6 der Reaktorhalle eingelassen ist. Das Becken erstreckt sich nicht nur über den Reaktordeckel, sondern ist nach der einen Seite verlängert, so daß es auch zwei Räume 7 und 8 überdeckt, von denen der erste teilweise mit Wasser gefüllt ist.
Die Räume sind von Betonwänden 3, einer Betonwand 9 und einer Zwischenwand 10 umschlossen. Die Pforten 11 verbinden den Raum 7 bzw. 8 je mit einem weiteren Raum 12 für die Verwahrung verbrauchter Brennstoffelemente bzw. mit einem Vorratsraum 13 für neue Elemente. Es wird unterstellt, daß die Räume 7 und 12 für den Transport von verbrauchten Brennstoffelementen vom Reaktor und die Räume 8 und 13 für den Transport von neuen Elementen zum Reaktor dienen. Die Räume 7 und 12 sind daher mit Wasser so weit gefüllt, daß der Wasserspiegel über der Oberkante der Pfortell steht. Eine Transportvorrichtung im Raum 7 ist schematisch als ein nach oben offener Behälter 14 angedeutet, er kann unter einem Rohrstutzen 15 auf und ab bewegt werden, der durch den Boden des Beckens 5 durchgeführt ist und ein Ventil 16 sowie einen Antrieb 16' hat. (Siehe Fig. 4.) Wenn ein Brennstoffelement im Behälter eingesetzt ist, wird er abgesenkt und durch die Pforte 11 in den Raum 12 gebracht, wo das Element unter Wasser herausgenommen werden kann. Oberhalb des Re- aktors ist die Lademaschine 17 für die Brennstoffelemente von einer Laufkatze 18 getragen. Eine Ausführungsform des unteren Teiles der Lademaschine, die eine Druckflasche bildet, samt einer zugehörigen Durchführungsbuchse 19 im Deckel 4 des Reaktors ist in der Fig. 3 gezeigt. Für jedes Brennstoffelement oder jede Gruppe von Brennstoffelementen ist ein solcher Rohrstutzen oder eine solche Durchführungsbuchse 19 vorhanden. Diese ist an ihrem oberen Ende mit inneren und äußeren Gewinden versehen und nimmt hier einen mit äußeren Gewinden versehenen Dichtungspfropfen 20 und darunter den Kopf 21 des Brennstoffelementes auf. Der Pfropfen 20 ist mit dem Kopf 21 durch einen Schraubenbolzen 22 verbunden und hat eine sechskantige Bohrung 23 und eine Ringnut 24.
Das untere Ende der Lademaschine bildet ein Rohr 25 mit Innengewinde, das auf den Rohrstutzen 19 geschraubt werden kann, wobei beide Teile durch eine Packung 26 abgedichtet werden. Auch zwischen dem Brennstoffelementkopf 21 und der inneren Wand des Rohrstutzens ist eine Packung angeordnet. 27 ist ein Kanal mit einem Ventil zum Ausblasen von etwa im Rohrstutzen 19 verbliebenem Wasser.
In der Lademaschine ist ein Schlüssel 28 vertikal verschiebbar angeordnet, der einen sechskantigen Kopf 29 mit Klinken 30 hat. Wenn die Lademaschine auf den Rohrstutzen geschraubt und unter vollen Gasdruck gesetzt ist und der Schlüssel 28 in die Aushöhlung 23 des Pfropfens eingeführt ist, werden die KHnken nach außen geschwenkt und greifen in die Nut 24 ein. Durch Drehen des Schlüssels wird der Dichtungspfropfen herausgeschraubt, und das am Kopf 21 befestigte Brennstoffelement kann in die Lademaschine eingeführt werden. Das gasförmige Kühlmittel, das sich zwischen den Brennstoffstäben im Reaktor befindet, füllt auch den druckflaschenartigen Teil der Lademaschine. Ein neues Brennstoffelement, das sich im Magazin der Lademaschine befindet, wird auf die gleiche Weise eingesetzt und verschraubt. Jetzt wird das Ende der Lademaschine mit Hilfe eines Schieberventils 31 verschlossen, das durch ein Gerät 32 an der Lademaschine betätigt wird. Diese wird an die in Fig. 1 gezeigte Stelle gefahren und auf den Rohrstutzen 15 geschraubt (Fig. 3), dessen unteres Ende mit einem Wasserventil 16 versehen ist. Dieses Ventil wird erst geöffnet, wenn die Lademaschine auf den Stutzen geschraubt ist. Das Brennstoffelement wird in den Behälter 14 eingeführt, kann darauf unter Wasser in den Raum 12 gebracht werden, wo seine Reaktivität abklingen kann. Das Einsetzen eines neuen Brennstoffelementes erfolgt auf die gleiche Weise. Die Räume 8 und 13 brauchen nicht mit Wasser gefüllt zu sein.

Claims (5)

Patentansprüche:
1. Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen in gasgekühlten Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß über dem Reaktor ein Wasserbecken angeordnet ist, das ein anderes Wasserbecken überdeckt, in dem die Brennstoffelemente wenigstens zeitweise verwahrt werden, daß die für den Austausch von Brennstoffelementen verwendete Lademaschine als Druckflasche ausgeführt ist, die druckdicht mit Durchführungsbuchsen im Reaktordeckel für die Brennstoffelemente gekuppelt werden kann, und daß die Buchsen im Innern Dichtungspfropfen für die Brennstoffelemente aufnehmen, die durch die Lademaschine entfernt werden können.
2. Strahlungsschutzanordnung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Strahlung vom Reaktor und von den Brennstoffelementen auf ihrem Weg vom Reaktor zu einem Verwahrungsraum dadurch unschädlich gemacht wird, daß oberhalb des Reaktors ein Wasserbecken (15) angeordnet ist, das sich über einen Raum (7) erstreckt, der eine Transportvorrichtung (14) für verbrauchte Brennstoffelemente enthält, und über einen Raum (8) für die Zuführung von neuen Elementen, daß am Boden des Wasserbehälters (15) oberhalb des Reaktors eine der Anzahl von Brennstoffelementen oder Gruppen entsprechende Anzahl von Durchführungsbuchsen (19) angeordnet sind, die dazu bestimmt sind, an eine Lademaschine (17) angeschlossen zu werden, und daß am Boden des Wasserbehälters oberhalb des Raumes (7) für die Transportanordnung und oberhalb des Zuführungsraumes (8) Rohrstutzen (15) angeordnet sind, die nach unten mit Schließventilen (16) versehen sind.
3. Schutzanordnung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die Transportvorrichtung teilweise mit Wasser gefüllt ist.
4. Schutzanordnung nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die Transportvorrichtung in Verbindung mit einem
Raum (12) für die Verwahrung von verbrauchten Brennstoffelementen besteht, der vorzugsweise auch teilweise mit Wasser gefüllt ist.
5. Schutzanordnung nach Anspruch 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die Transportvorrichtung und der Verwahrungsraum (12) sowie der Zufüh rungs raum (8) und ein Vorratsraum (13) für neue Brennstoffelemente durch je eine Pforte (11) miteinander in Verbindung stehen.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
DEA34055A 1959-03-04 1960-02-24 Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen Pending DE1095962B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE204859 1959-03-04

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1095962B true DE1095962B (de) 1960-12-29

Family

ID=20259296

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEA34055A Pending DE1095962B (de) 1959-03-04 1960-02-24 Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen

Country Status (3)

Country Link
DE (1) DE1095962B (de)
FR (1) FR1249186A (de)
GB (1) GB894418A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8303877B2 (en) 2004-12-24 2012-11-06 Norma Germany Gmbh Method for manufacturing a socket

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8303877B2 (en) 2004-12-24 2012-11-06 Norma Germany Gmbh Method for manufacturing a socket

Also Published As

Publication number Publication date
FR1249186A (fr) 1960-12-23
GB894418A (en) 1962-04-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1589657C3 (de) Behältersystem für Atomkernreaktoren
DE2220491A1 (de) Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
CH664037A5 (de) Anlage mit einem nuklearen heizreaktor.
DE1902678A1 (de) Antriebsvorrichtung fuer Trimmstaebe in einem Kernreaktor
DE2130598A1 (de) Einrichtung zum schnellen Wechseln des Cores eines Kernreaktors
DE1178153B (de) Abgeschirmter Behaelter fuer die voruebergehende Lagerung von Brennstoffelementen fuer Kernreaktoren
DE3518968A1 (de) Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE1904200B2 (de) Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Leistungs-Brutreaktor
DE1764459B1 (de) Atomkernreaktor mit einer traganordnung fuer die brennstoffelemente des kerns
DE1589851A1 (de) Einrichtung zum Bedienen der Kernelemente eines Reaktorkernes und Verfahren zur Betaetigung dieser Einrichtung
DE1274251B (de) Beschickungsanlage fuer einen Kernreaktor
DE1095962B (de) Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen
DE2919797C2 (de) Lager für die Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente
DE1076284B (de) Vorrichtung fuer den Zugang zu den Kanaelen eines Kernreaktors
DE1236674B (de) Verfahren und Einrichtung zum Umladen von Brennstoffelementen in Kernreaktoren
DE1060998B (de) Druckgefaess fuer einen Kernreaktor
DE1764833B2 (de) Drehbares brennelemente-zwischenlager fuer einen schnellen kernreaktor
DE1054185B (de) Kernreaktor mit Lademaschine
DE1684936A1 (de) Kernreaktordruckkessel
DE2843308C2 (de) Kernkraftwerksanlage
DE2018495A1 (de) Verriegelungssystem für Kernreaktoren
DE1489821B1 (de) Be- und Entlademaschine zum Beschicken von Brennstoffkanaelen heterogener Kernreaktoren
DE3115844C2 (de) "Natriumgekühlter Kernreaktor"
DE2018430A1 (de) Hantierungswerkzeug fur einen mit einem Handgriff versehenen Teil eines Kernreak tors
DE2249563A1 (de) Einrichtung zum ueberfuehren von verseuchten gegenstaenden bei alpha-abdichtung und gamma-schutz